[M01-07] 軽水炉プラント基盤技術1

[M05] Advanced Evaluation and Management of Pipe Wall Thinning Based on 1D/ 3D FAC Analysis Codes

3. Risk Evaluation of Pipe Rupture due to FAC Based on A 1D FAC Analysis Code

^〇Hidetoshi Okada¹, Shunsuke Uchida¹, Masanori Naitoh¹, Hiroaki Suzuki¹, Seiichi Koshizuka² (1.The Institute of Applied Energy, 2.The University of Tokyo)

Keywords:Nuclear power plant, Materials for cooling system, Wall thinning, Flow accelerated corrosion, Flow dynamics analyses, Corrosion analyses, Risk evaluation

1D FAC解析コードを用いて、通常運転時、あるいは地震等の外部負荷が加わった場合の配管単独での損傷確率評価まで実施できることを示した。本発表では、FACによる要素損傷事象の原子炉への伝播解析を目指し、①事象伝播のモデリング、②主要伝播関数の設定、③要素損傷事象を出発点とした損傷確率評価事例の紹介を行う。FACリスクの大きな個所については、連続監視などの計測の必要な個所を同定できるとともに、損傷発生の抑制と伝播の抑制のための方策、具体的には配管周辺の重要機器の配置の見直しなど、による原子炉への影響緩和策についても議論する。